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論文

Droplet entrainment by high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111306_1 - 111306_11, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム-水反応現象の評価において、液体ナトリウム中の高速気体ジェットによる液滴エントレインメントは重要な要素現象である。本研究では、ナトリウム-水反応現象解析コードの液滴エントレインメントモデル整備に資することを目的として、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントを対象に、フレームストラドリング法を用いた可視化実験を実施した。本実験では、液滴の発生と移動に関する鮮明な画像の取得に成功し、その画像処理から計測位置や気相噴出流速をパラメータとした液滴径と液滴速度を取得した。取得したデータは、現象解明と解析モデルの整備に寄与するものである。

論文

Study of plasma current decay in the initial phase of high poloidal beta disruptions in JT-60U

柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 大野 哲靖*; 岡本 征晃*; 諫山 明彦; 栗原 研一; 大山 直幸; 仲野 友英; 河野 康則; 松永 剛; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.1302136_1 - 1302136_4, 2011/10

トカマクで発生するディスラプション時の電流減衰時間のモデルとして、プラズマインダクタンス$$L$$とプラズマ抵抗$$R$$のみで電流減衰時間を表現する$$L/R$$モデルがその簡便さから使用されている。しかし、過去の著者らの研究において、(1)JT-60Uの密度限界ディスラプションでは電流減衰初期のプラズマインダクタンスの時間変化が電流減衰時間に大きく影響を与えているため$$L/R$$モデルは実験結果を再現することができないこと、及び(2)プラズマインダクタンスの時間変化を考慮した「改良$$L/R$$モデル」を用いることにより実験結果が再現できることがわかった。また、今回、このモデルの適用範囲が拡大できるか明らかにするため、別の原因で発生したディスラプションに対してモデルの検証を行った。対象としてはJT-60Uで発生した高$$beta_p$$ディスラプションのデータを用いた。その結果、前回同様、プラズマインダクタンスの時間変化を考慮することにより実験での電流減衰時間とモデルによる予測値がよく一致することがわかった。このことは、ディスラプションの発生原因が異なる場合でもプラズマインダクタンスの時間変化を考慮した改良電流減衰モデルで電流減衰時間が記述できることを示している。

論文

Study of current decay time during disruption in JT-60U tokamak

柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 岡本 征晃*; 大野 哲靖*; 諫山 明彦; 栗原 研一; 仲野 友英; 大山 直幸; 河野 康則; 松永 剛; et al.

Nuclear Fusion, 50(2), p.025015_1 - 025015_7, 2010/01

 被引用回数:12 パーセンタイル:46.71(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのディスラプション時のプラズマ電流の減衰時間を計測データ及び平衡解析から得られた値を用いて詳細に評価した。まず、電子温度を電子サイクロトロン放射及びヘリウムI線強度比から独立に評価し、それぞれの値から得られたプラズマ抵抗値を${it L/R}$モデルに適用して電流減衰時間を算出した。その結果、実験での電流減衰時間が長い($$sim$$100ms)領域では${it L/R}$モデルから算出した電流減衰時間は実験値と同程度であるが、電流減衰時間が短くなるにつれ${it L/R}$モデルでの値が実験値よりも大きくなり、実験での電流減衰時間が10ms程度の領域では${it L/R}$モデルでの値は1桁程度大きく評価されることがわかった。次に、内部インダクタンスをCauchy Condition Surface法により評価するとともに、内部インダクタンスの時間変化を考慮するようにモデルを改良した。その結果、広い電流減衰時間の範囲(10$$sim$$100ms)に渡り実験値と近い値が得られ、内部インダクタンスの時間変化の効果が重要であることがわかった。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:74.37(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

Design study of the JT-60SA supervisory control system

川俣 陽一; 内藤 磨; 清野 公広; 伊丹 潔; 戸塚 俊之; 赤坂 博美; 末岡 通治; 佐藤 朋樹; 大島 貴幸; 坂田 信也; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.198 - 201, 2008/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.63(Nuclear Science & Technology)

ITERの幅広いアプローチとして超伝導化されるJT-60SAの設計が開始され、制御システムについては既存システムを最大限再利用しつつ、次の各項目それぞれに新しい考え方を創出適用し先進的な統括制御システムを構築することを目指して検討している。(1)高精度タイミングシステム,(2)先進的放電シーケンス制御システム,(3)高機能実時間制御システム,(4)ハードワイヤード保護インターロックシステム,(5)制御プログラム形式放電条件システム,(6)先進的データベースシステム。本発表では、JT-60SA統括制御システムの特徴である上記システムの重要ポイントについて概念設計の検討内容を報告する。

論文

Ferritic insertion for reduction of toroidal magnetic field ripple on JT-60U

篠原 孝司; 櫻井 真治; 石川 正男; 都筑 和泰*; 鈴木 優; 正木 圭; 内藤 磨; 栗原 研一; 鈴木 隆博; 小出 芳彦; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.997 - 1004, 2007/08

 被引用回数:40 パーセンタイル:80.59(Physics, Fluids & Plasmas)

トロイダル磁場リップルの低減のために、JT-60ではフェライト鋼を導入した。導入にあたり、完全3次元磁場粒子追跡モンテカルロコード(F3D OFMC)を利用し、運転領域を広く確保しつつ、高速イオンの閉じ込めの改善が十分に得られる、経済的な導入案を引き出すことができた。フェライト鋼はトロイダル磁場だけでなく、プラズマの平衡にかかわるポロイダル磁場も生成する。フェライト鋼とプラズマの距離は数cm程度離れているため、フェライト鋼がプラズマ自身に与える影響は小さいが、磁気センサの幾つかはフェライト鋼と1cm程度の距離しかなく、精度よくプラズマを制御したり、平衡の再構築をしたりするためには、フェライト鋼の磁気センサへの影響を考慮する必要がある。JT-60では実時間制御と平衡解析のコードにフェライト鋼の磁気センサとプラズマへの影響を考慮した拡張を行い、制御と再構築に初めて成功した。また、フェライト鋼の導入により期待された高速イオンの閉じ込めの改善をF3D OFMCを用いた数値計算との比較により明らかにした。本論文において、以上の詳細を記述する。

論文

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

論文

Ferritic insertion for reduction of toroidal magnetic field ripple on JT-60U

篠原 孝司; 櫻井 真治; 石川 正男; 都筑 和泰*; 鈴木 優; 正木 圭; 内藤 磨; 栗原 研一; 鈴木 隆博; 小出 芳彦; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

JT-60Uでは、実効的な加熱パワーの増加,壁安定化の利用,RFアンテナとプラズマの結合の改善等に有効と考えられるトロイダル磁場リップルの低減を目指して、フェライト鋼を導入した。導入にあたっては、完全3次元磁場粒子追跡モンテカルロコード(F3D OFMC)を利用し、運転領域を広く確保しつつ、高速イオンの閉じ込めの改善が十分に得られる、経済的な導入案を引き出すことができた。フェライト鋼はトロイダル磁場だけでなく、プラズマの平衡にかかわるポロイダル磁場も生成する。フェライト鋼とプラズマの距離は数cm程度離れているため、フェライト鋼がプラズマ自身に与える影響は小さいが、磁気センサの幾つかはフェライト鋼と1cm程度の距離しかなく、精度よくプラズマを制御したり、平衡の再構築をしたりするためには、フェライト鋼の磁気センサへの影響を考慮する必要がある。JT-60Uでは実時間制御と平衡解析のコードにフェライト鋼の磁気センサとプラズマへの影響を考慮した補正を導入し、制御と再構築に初めて成功した。また、フェライト鋼の導入により期待された高速イオンの閉じ込めの改善をF3D OFMCを用いた数値計算との比較により明らかにした。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:44.28(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:48.09(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

報告書

人工バリア等の設計検討および幌延の地質環境を条件とした原位置試験環境の検討

栗原 雄二; 油井 三和; 棚井 憲治; 川上 進; 杉田 裕; 谷口 直樹; 平井 卓

JNC TN8400 2004-006, 59 Pages, 2004/04

JNC-TN8400-2004-006.pdf:5.97MB

第2次取りまとめに示された人工バリア設計技術を幌延の地質環境へ適用するため以下の検討を行った。1)処分場全体の設計手順の構築、2)人工バリア設計に必要な地質環境項目の抽出、3)地質環境項目を得るための地質調査・試験項目の整理、4)幌延の地質環境を条件とした空洞安定性評価

報告書

幌延深地層研究計画における処分技術に係わる原位置試験概念の検討

栗原 雄二; 油井 三和; 棚井 憲治; 川上 進; 杉田 裕; 谷口 直樹; 平井 卓

JNC TN8400 2004-002, 58 Pages, 2004/04

JNC-TN8400-2004-002.pdf:2.38MB

処分技術に関する現状の課題を抽出し,その課題を解決するための研究として,幌延における原位置試験が有効であると考えられる項目を抽出し,それぞれについてその概念を構築した。設定した原位置試験項目は、人工バリア試験(連成試験)、緩衝材/岩盤クリープ試験、ガス移行挙動試験、オーバーパック腐食試験、セメント影響試験、低アルカリ性コンクリート施工性確認試験、定置精度確認試験、坑道閉鎖試験である。

報告書

人工バリア等の性能保証に関わる研究のサイクル機構における取り組み(その2)

栗原 雄二; 藤田 朝雄; 川上 進; 神徳 敬; 油井 三和; 杉田 裕

JNC TN8400 2003-053, 32 Pages, 2004/03

JNC-TN8400-2003-053.pdf:0.41MB

処分場構成要素の内埋め戻し材,プラグ,坑道および処分孔について,これまでの検討で示されている今後の課題に関する核燃料サイクル開発機構における現在の取り組み状況および今後の計画について整理した。

報告書

人工バリア等の性能保証に関わる研究のサイクル機構における取り組み

川上 進; 油井 三和; 栗原 雄二; 神徳 敬; 杉田 裕

JNC TN8400 2003-037, 26 Pages, 2004/02

JNC-TN8400-2003-037.pdf:1.33MB

国が策定する安全基準・指針等に資するために,今後の研究開発等により得られる成果がどのように反映されるかを明確とするための検討が行われ,他のサイクル機構技術資料として報告されている。その報告では,高レベル放射性廃棄物の地層処分において,処分場における長期的安全性の観点から人工バリア等の処分施設を構成する各要素の性能を保証する項目を抽出し,これらの項目について具体的にどのように性能保証するのか,今後の取り組みが必要と考えられる課題,を整理されている。本報告では,人工バリア材料であるオーバーパック,緩衝材に対して整理された各課題に関して,サイクル機構における現在の取り組みの状況について整理した。

論文

断層に至るまでの核種移行に着目した処分場の閉鎖性能についての検討

杉田 裕; 川上 進; 油井 三和; 牧野 仁史; 澤田 淳; 三原 守弘; 栗原 雄二

原子力バックエンド研究, 10(1), p.103 - 112, 2004/00

高レベル放射性廃棄物の地層処分における処分場の閉鎖技術に関して、第2次取りまとめで示した閉鎖概念に基づき、閉鎖性能と処分場から大規模な破砕帯を伴う断層にいたる核種移行の存在との関係に着目した検討を行った。検討の結果、「連絡坑道から小規模の破砕帯を伴う断層を経由する卓越的な核種移行が存在する」というシナリオは、閉鎖要素においてその機能が発揮されること、その存在のためにはいくつもの条件を同時に満たすことが必要であるからその可能性は低く、第2次取りまとめの「母岩を経由して大規模な破砕帯を伴う断層に至る」というシナリオが妥当であることを示した。

報告書

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリア性能等の性能保証に関わる研究の進め方と反映先(その2)

杉田 裕; 栗原 雄二; 川上 進; 神徳 敬; 油井 三和

JNC TN8400 2003-015, 34 Pages, 2003/05

JNC-TN8400-2003-015.pdf:2.65MB

国が策定する安全基準・指針等に資するため、今後の研究開発当により得られる成果がどのように反映されるかを明確にするための検討を行った。ここでは、処分場における長期的安全性の観点から人工バリア等の処分施設を構成する各要素のうち、埋め戻し、プラグ、坑道、処分孔等、において性能を保証すべき項目(案)を抽出し、これらの項目について具体的にどのように性能保証するかの(案)を示した。さらに、これらの性能保証方法(案)について現状の取り組み状況(第2次取りまとめ)を踏まえて、今後の取り組みが必要と考えられる課題を抽出した。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分における閉鎖性能に関する検討(平成14年度)

杉田 裕; 川上 進; 油井 三和; 牧野 仁史; 澤田 淳; 栗原 雄二; 三原 守弘

JNC TN8400 2003-010, 44 Pages, 2003/04

JNC-TN8400-2003-010.pdf:0.7MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における地下施設の閉鎖技術に関して、第2次取りまとめでは人工バリアの設置環境に有意な影響を与えないように処置する技術として概念検討を行った。また、安全評価においては、評価上はそのバリア性能を無視して(機能を期待しないこととして)処分システムを評価した。第2 次取りまとめ以降、プラグや埋め戻しといった閉鎖要素の地下環境での機能に関するデータが取得されてきたことを受け、具体的な閉鎖要素の機能を考慮した処分技術と安全評価の両者の観点からの閉鎖性能の評価が必要であると考えた。そこで、閉鎖に関わる岩盤特性、閉鎖要素機能を整理し、断層破砕帯と処分パネル間の水理解析、faultツリー解析等に基づいて第1次案としての閉鎖性能シナリオを構築した。

報告書

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリア等の性能保証に関わる研究の進め方と反映先

川上 進; 杉田 裕; 栗原 雄二; 神徳 敬; 谷口 直樹; 油井 三和

JNC TN8400 2002-026, 42 Pages, 2003/03

JNC-TN8400-2002-026.pdf:12.1MB

国が策定する安全基準・指針等に資するため、今後の研究開発等により得られる成果がどのように反映されるかを明確とするための検討を行った。ここでは、処分場における長期的安全性の観点から人工バリア等の処分施設を構成する各要素、本報告ではオーバーパックと緩衝材、において性能を保証すべき項目を抽出し、これらの項目について具体的にどのように性能保証するのかを示した。さらに、これらの性能保証の方法について現状の取り組み状況(第2次取りまとめ)を踏まえて、今後の取り組みが必要と考えられる課題を抽出した。また、安全基準・指針の項目を想定し、性能保証項目との関係を整理した。この整理により、性能保証項目より抽出された今後取り 組みが必要と考えられる研究課題が、安全規制のどのようなところに反映されるかの関連性を明確とするための一つの整理ができたものと考えられる。

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